Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
решетки) на каждом высотном шаге;
5) по желанию пользователя, в интересующем сечении по высоте могут быть
выведены в виде картограмм твэл или каналов следующие величины:
- энерговыделение твэл; энерговыделениe в каналах;
- площади сечений каналов (относительные);
- средний шаг решетки (относительный);
- скорость теплоносителя (относительная);
- параметры межканального массообмена;
- параметры межканального теплообмена;
- температуры теплоносителя в каналах; максимальные температуры оболочек
твэл (без факторов перегрева);
- максимальные неравномерности подогрева по периметру твэл;
- относительные подогревы теплоносителя в каналах;
- максимальные относительные подогревы около каждого твэл;
- температуры теплоносителя в зазоре между ТВС и температуры внутренней
поверхности шестигранного чехла;
- температуры оболочек всех твэл в 12-ти точках по периметру;
- средний по сечению ТВС подогрев теплоносителя в интересующем высотном
сечении.
Для пробных расчетов по разработанной программе использовались параметры
ВВЭР-СКД из (Кириллов, 2001) и SCFR из (Oka and Koshizuka, 2000) (Таблица 1).
Рис.5: Поперечное сечение ТВС-СКД в области "прослойки"
Таблица 1
Сравнительные характеристики ВВЭР-СКД и SCFR
Параметр ВВЭР-СКД SCFR
Тепловая мощность, МВт 3830 3832
Электрическая мощность, МВт 1700 1698
Давление теплоносителя, МПа 25.0 25.0
КПД, % 44.3 44.3
Температура теплоносителя, вход/выход, °С 280/530 280/523
137
Расход теплоносителя через реактор, т/час 6750 6830
Материал оболочки твэла Ni - сплав Ni - сплав
Размер оболочки твэла, мм
∅10.7x0.55 ∅10.2x0.55
Шаг треугольной решетки твэлов, мм 12.0 11.5
Топливо UO
2
+PuO
2
UO
2
+PuO
2
Количество твэлов в ТВС, шт 252 163
Количество чехловых ТВС в A3, шт 241 270
Количество ТВС с бланкетом, шт - 163
Размер чехла под ключ, мм 205 160
Материал чехла Ni - сплав Ni - сплав
Толщина чехла, мм 2.25 3.0
Размер ячейки ТВС под ключ, мм 207 162
Высота/диаметр A3, м 4.00/3.38 3.76/3.50
Средняя энергонапряженность A3, Вт/см 107 106
Средний линейный тепловой поток с твэла, Вт/см 158 232
3. СРАВНЕНИЕ РАСЧЕТОВ ПО ПРОГРАММЕ МИФ-СКД И
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ
3.1. Сравнение расчетов с данными, полученными на круглой трубе
Подавляющее число опытов по изучению теплогидравлики воды при
сверхкритических давлениях были проведены на трубах. К сожалению, первичные
данные единственных опытов на пучке стержней при сверкритическом давлении воды
(Дядякин и Попов, 1977) были утеряны, поэтому для верификационных расчетов были
выбраны данные, полученные в ГНЦ РФ ФЭИ.
Опыты проводились А.М. Смирновым на электрообогреваемой трубе внутренним
диаметром 10 мм и длиной 4 м (Кириллов и др., 1986, Кириллов и др., 2003),
установленной на стенде СКД.
В свое время в работе (Marcoczy, 1972) на основе обширных экспериментов,
выполненных в пучках различной геометрии, а также многочисленных данных других
авторов, полученных для 63 пучков различной конструкции, была рекомендована
обобщенная зависимость для расчета теплообмена в продольно обтекаемых пучках
труб или стержней, охлаждаемых газами и неметаллическими невязкими жидкостями:
()
[]
B
Nu
Nu
−−+=
−
exp21PrRe91,01
4,01,0
тр
пучка
где для треугольной решетки 1
32
2
−
⎟
⎠
⎞
⎜
⎝
⎛
π
=
d
S
B
.
Формулу рекомендовалось использовать в следующих интервалах режимных и
геометрических параметров: ;
63
10Re103 <<⋅
0,5Pr
<
<
0,66 ; 5,3103,0
≤
≤ B ;
. 5,2/02,1 << dS
Для того чтобы провести сравнение экспериментальных и расчетных данных,
результаты расчетов по программе МИФ-СКД для пучков стержней были обработаны
по вышеизложенной методике. Сравнение опытных и расчетных данных для одного
режима представлено на Рис. 6. Показано их удовлетворительное согласование.
138
0.00.51.01.52.02.53.03.54.0
370.
0
380.0
390.
0
400.0
410.
0
420.
0
H, м
T, C
Рис.6. Сравнение экспериментальных и расчетных значений температуры стенки для
следующих экспериментальных параметров: Р
вх
= 24,202 МПа; ρW=506 кг/м
2
с;
t
вх
= 352
о
С; G=0,039721 кг/с
(точки – экспериментальные данные, линия – расчет по программе МИФ-СКД)
3.2. Верификация расчетов на данных, полученных на пучке стержней,
охлаждаемом фреоном сверхкритических параметров
Верификация кода МИФ-СКД проводилась также с использованием
экспериментальных данных, полученных в ГНЦ РФ ФЭИ на фреоновом стенде
(Кириллов П.Л. и др., 2006). Использование фреона как моделирующей жидкости было
обосновано при изучении процессов теплообмена в потока сверхкритических
параметров, а также при изучении кризиса теплообмена.
Рабочий участок представлял пучок из семи гладких стержней, заключенных в
круглый чехол (Рис. 7).
Рис. 7. Схема пучка стержней на фреоновом стенде и расположение термопар
Первое предварительное сравнение показало, что результаты расчетов хорошо
согласуются с экспериментальными данными. На Рис. 8 показаны экспериментальные
точка, измеренные термопарами Т1, Т2 и Т3 (как показано на Рис. 7). В эксперименте,
139
представленном здесь фреон на входе в рабочий участок уже имел сверхкритические
параметры. Был замечен некоторый рост температуры в конце рабочего участка. По
всей вероятности это является следствием вступления в режим ухудшенного
теплообмена.
Для верификации программы МИФ-СКД требуется завершить обработку
экспериментальных данных и провести анализ распределений температуры различных
режимах обтекания пучка стержней.
Рис.8: Экспериментальные данные, полученные на пучке стержней, охлаждаемом фреоном при
следующих параметрах: мощность N=7 кВт, давление на входе Р
in
= 46,31 бар; давление на
выходе Р
out
= 46,29 бар; массовая скорость ρW=670 кг/м
2
с; температура на входе t
in
= 119.04
о
С;
(точки– результаты экспериментов, линия – расчет по программе МИФ-СКД)
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В результате модификации поканальной программы МИФ разработана новая
версия МИФ-СКД, позволяющая рассчитывать теплогидравлику тепловыделяющих
сборок, охлаждаемых водой при сверхкритическом давлении.
Программа учитывает особенности теплообмена и гидродинамики при
сверхкритических параметрах, переменность свойств в околокритической области,
неравномерное энерговыделение по высоте активной зоны, наличие
дистанционирующих устройств, возможную деформацию ТВС.
Программа позволяет рассчитать температуру теплоносителя в любом сечении по
высоте в каждой ячейке ТВС, распределение температуры оболочки твэлов по
периметру, распределение температуры чехла ТВС.
Предварительная верификация программы показала удовлетворительное
согласование с экспериментом.
Настоящая работа выполнена при финансовой поддержке Министерства
промышленности и науки Российской Федерации.
140
Список литературы
1. Александров А.А. 1998. Система уравнений IAPWS-IF97 для вычисления
термодинамических свойств воды и водяного пара в промышленных расчетах.
Часть 1. Теплоэнергетика. №9, 69-77. Часть 2. Теплоэнергетика. №10. 64-72.
2. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. 2004. Ядерные
реакторы на воде сверхкритического давления. Атомная энергия. 96. Вып.5. 374-
380.
3. Bishop A.A., Sandberg R.O., Tong L.S. 1964. Forced Convection Heat Transfer to Water
at near-Critical Temperatures and Supercritical Pressures. Report WCAP-2056. Part IV.
Nov.
4. Bushby S.J. et all. 2000. Conceptual Designs for Advanced, High Temperature CANDU
Reactors. Proceeding of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled
Reactors, Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 103. 29 - 36.
5. Дядякин Б.В., Попов А.С. 1977. Теплоотдача и гидравлическое сопротивление
тесного семистержневого пучка, охлаждаемого потоком воды при закритических
параметрах состояния. Труды Всесоюзного Теплотехнического НИИ. № 11. 244-
253.
6. Грабежная В.А., Кириллов П.Л. 2003. О расчетах теплообмена в трубах и пучках
стержней при течении вода сверхкритического давления. Цнииатоминформ. Обзор
ФЭИ- 0297.
7. Heusener G., Muller, Schulenberg T., Squarer D. A 2000. European Development
Program for a High Performance Light Water Reactor (HPLWR). Proceeding of the First
International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, Design and
Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 102. 23 - 28.
8. Кириллов П.Л., Колосов А.А, Петрова Э.А., Смирнов А.М., Судницын О.А. 1986.
Распределение температуры в турбулентном потоке воды при сверхкритических
давлениях (круглая труба). Обнинск. Препринт ФЭИ-1766.
9. Кириллов П.Л. 2001. Сверхкритические параметры – будущее реакторов с водным
теплоносителем и АЭС. Атомная техника за рубежом. №6. 3-8.
10. Кириллов П.Л., Ложкин В.В. Смирнов А.М. 2003.Исследование границ ухудшенных
режимов канала при сверхкритических давлениях. Обнинск. Препринт ФЭИ-2988.
11. Кириллов П.Л., Опанасенко А.Н., Пометько Р.С., Шелегов А.С. Экспериментальное
исследование теплообмена на пучке стержней при сверхкритических параметрах
фреона 12. Обнинск. Препринт ФЭИ-3075. 2006
12. Marcoczy G. 1972. Konvektive Warmeubertragung in langsangestromten Stabbundeln bei
turbulenter Stromung. – Warme- und Stroffubertrag. Bd.5. №4. 204-212.
13. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету
активных зон быстрых реакторов. 1988. Обнинск. РТМ 1604.008-88.
14. Oka Y, Koshizuka S. 2000. Design Concept of Once-Through Cycle Supercritical
Pressure Light Water Cooled Reactors. Proceeding of the First International Symposium
on Supercritical Water-Cooled Reactors, Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan.
Rep. 101. 1 - 22.
15. Oka Y. 2000. Review High Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concept.
Proceeding of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors,
Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 104. 37 - 57.
16. Петухов Б.С., Поляков А.Ф. 1986. Теплообмен при смешанной турбулентной
конвекции. Москва. Наука.
17. Поляков А.Ф. 1975. О механизме и границах возникновения режимов с ухудшенной
теплоотдачей при сверхкритическом давлении теплоносителя. Теплофизика
высоких температур. 13. № 6. 1210 - 1219.
141
18. Silin V.A. VoznesenskyV.A., Afrov A.M. 1993. The Light Water Integral Reactor with
Natural Circulation of the Coolant at Supercritical Pressure B-500. Nucl. Eng. Design. 44.
327 - 336.
19. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., и др. 1975. Гидродинамика и
теплообмен в атомных энергетических установках. Москва. Атомиздат.
20. Субботин В.И., Габрианович Б.Н., Шейнина А.В. 1975. Гидравлические
сопротивления при продольном обтекании пучков гладких и оребренных стержней.
Атомная энергия. 33. №5. 889.
21. Ушаков П.А. Жуков А.В., Титов П.А. 1974. Обобщение экспериментальных данных
по теплоотдаче к воде в шахматных пучках стержней. Обнинск. Препринт ФЭИ-
526.
22. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. 1980. Влияние деформации решетки
на температурные поля и теплоотдачу твэлов быстрого реактора. Обнинск.
Препринт ФЭИ-979.
23. Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. 1984. Поканальный
теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов. Атомная энергия.
51. 307-312.
142
МЕТОДИКА И НЕКОТОРЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ТЕМПЕРАТУРЫ
ОБОЛОЧКИ ТВЭЛ ПРИ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМАТРАХ ВОДЫ В
РУ ВВЭР СКД
Р.М. Следков, И.Ю. Галкин
ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск
АННОТАЦИЯ
В стратегическом документе Минатома России «Облик атомной науки в ХХ1 веке»
реакторные установки на сверхкритических параметрах (давление теплоносителя более
22,064 МПа, температура теплоносителя более 374
о
С) отнесены к перспективным. В
отечественной литературе реактор, работающий на сверхкритических параметрах
имеет название корпусной или канальный водоохлаждаемый реактор со
сверхкритическим давлением (СКД), в зарубежной SCWR или SCWCR.
Их основное назначение – замена действующих водоохлаждаемых реакторов на
тепловых нейтронах со сравнительно низким КПД (30-33%). Эту задачу должен решать
ВВЭР СКД с тепловым (промежуточным) спектром нейтронов и с более высоким КПД.
Настоящей работе предшествовал анализ материалов российских и зарубежных
авторов по расчету коэффициентов теплоотдачи (КТО) и КГС в каналах со
сверхкритическим теплоносителем. Выбрано соотношение (корреляция) Кириллова для
расчета КТО, охватывающее области нормального и ухудшенного теплообмена,
рекомендована также для использования в расчетах КТО корреляция Дядякина,
описывающая теплообмен в коротких пучках стержней. Для расчета КГС также была
выбрана соответствующая поправка (на сверхкритичность) из материалов под
редакцией Кириллова. Были разработаны концептуальные варианты РУ СКД для
дальнейшего рассмотрения.
В настоящей работе описана методика расчета одного из этих вариантов
(одноконтурная РУ СКД ВВЭР с однозаходным движением теплоносителя в пучках
твэл ТВС активной зоны) и дано заключение по результатам расчета по указанной
методике.
ОБЩАЯ ЧАСТЬ
Выполнен теплогидравлический расчет для стационарного режима нормальной
эксплуатации реакторной установки на номинальной мощности 3000 МВт. Расчет
проводился для одноконтурной РУ ВВЭР СКД с однозаходным движением
теплоносителя в пучках твэл ТВС активной зоны. Объектом теплогидравлического
расчета являлась РУ, в состав которой входят: ТВС активной зоны с органами
регулирования, ВКУ и корпус, включая входные и выходные патрубки.
Целью теплогидравлического расчета являлось определение теплогидравлических
характеристик рассматриваемой реакторной установки в стационарном режиме работы
на номинальной мощности РУ без учета отклонений мощности и теплогидравлических
параметров теплоносителя первого контура, обусловленных погрешностью систем
регулирования и измерений, а также отложений на твэл.
РУ ВВЭР СКД предназначена для выработки и подачи пара со сверхкритическими
параметрами на турбогенераторную установку блока АЭС.
Активная зона состоит из 241 ТВС, в которых, в соответствии с картограммой
активной зоны, могут быть размещены до 109 ОР СУЗ. Питательная вода поступает во
входные патрубки РУ и далее на вход в активную зону. Пар, получаемый за счет
143
передачи от твэл к питательной воде (теплоносителю) тепловой энергии, выделяемой
при реакции деления ядерного топлива в активной зоне реактора, передается от РУ к
турбогенератору напрямую.
В НК СУЗ всех ТВС движение теплоносителя опускное во всех каналах, а в
«водяных» элементах и пучке твэлов подъемное. В ТВС находятся 19 НК СУЗ и 12
«водяных» элементов (теплоизолированных).
Питательная вода (теплоноситель) поступает во входной патрубок РУ. Далее
расход теплоносителя распределяется следующим образом: 60 % от общего расхода
теплоносителя через реактор направляется в нижнюю камеру реактора и далее
распределяется по всем ТВС (восходящий поток теплоносителя в ТВС), а 40% от
общего расхода теплоносителя через реактор направляется в верхнюю часть реактора и
далее в НК СУЗ каждой ТВС (нисходящий поток теплоносителя в ТВС). Указанные
потоки (восходящий и нисходящий) смешиваются в хвостовике ТВС. Далее
теплоноситель поднимется и проходит через пучок твэл и ВЭ. Поток теплоносителя на
выходе из ВЭ (2,8 м от верхнего торца нижней решетки) смешивается с
теплоносителем в пучке твэл, теплоноситель поступает через перфорацию БЗТ в зону
смешения потоков от всех ТВС и далее выходит в выходной патрубок реактора.
Основные конструктивно-геометрические характеристики РУ представлены в
таблице 1 и на рисунке 1.
Таблица 1
Основные конструктивно-геометрические и гидравлические
характеристики активной зоны реактора
Наименование параметра Значение
Количество входных (выходных) патрубков, шт. 3
Количество ТВС в активной зоне, шт 241
Количество ТВС с ОР СУЗ, шт 109
Размер “под ключ” ТВС, м 0,234
Количество твэл в ТВС, шт 252
Шаг решетки твэлов в ТВС, м 0,0107
Длина ТВС, м 5,16
Длина тепловыделяющей части твэл, м 4,20
Длина хвостовика ТВС, м 0,182
Длина головки ТВС, м 0,778
Диаметр оболочки твэла, м:
- наружный;
- внутренний.
9,1⋅10
-3
7,73⋅10
-3
Диаметр топливной таблетки, м:
- наружный;
- внутренний.
7,57⋅10
-3
1,4⋅10
-3
Длина трубы ВЭ, м
2,8
144
Рис.1. Одноконтурная РУ ВВЭР СКД (однозаходный вариант)
Параметры реакторной установки в номинальном режиме представлены в
таблице 2.
145
Таблица 2
Параметры РУ в номинальном режиме работы
Наименование параметра Значение
Тепловая мощность РУ, МВт 3000
Давление теплоносителя на выходе из выходных патрубков РУ, МПа 24,0
Температура теплоносителя на входе во входные патрубки РУ, °С
290,0
Температура теплоносителя на выходе из выходных патрубков РУ, °С
540,0
Расход протечек через ВЭ (максимально-теплонапряженной ТВС) варьировался: 0,
5, 10, 15 и 20% от общего расхода теплоносителя через ТВС.
МЕТОДИКА РАСЧЕТА
Методика предусматривает возможность расчета одноконтурной РУ ВВЭР СКД
при комплектации активной зоны ТВС различной мощности.
Расчетная схема РУ и внутрикорпусного тракта рассматриваемого однозаходного
варианта одноконтурной РУ ВВЭР СКД представлена на рисунке 2. Рассматривается
РУ - от входа во входной патрубок до выхода из выходного патрубка. Активная зона
рассматривается как совокупность ряда групп параллельно включенных каналов (с
установленными в них ТВС с индивидуальным тепловыделением), имеющих общую
раздаточную и сборную камеры теплоносителя. ТВС объединяются в группу с
близкими: мощностью ТВС, величиной неравномерности энерговыделения по твэл и по
высоте греющей части.
При разработке математической модели использовались следующие основные
положения:
• РУ рассматривается как гидравлическая сеть с одномерным течением
теплоносителя в пределах каждого участка и теплообменом от твэлов к
теплоносителю на участках активной зоны.
• РУ разбивается на участки – входной (от входа во входные патрубки РУ до входа в
активную зону, активную зону и выходной участок (от выхода из активной зоны до
выхода из выходных патрубков РУ).
• активная зона разбивается на каналы (с ТВС) с теплообменом от твэлов к
теплоносителю и на каналы протечек.
• перепады давления на параллельных каналах активной зоны (точки 3’ – 5 рисунка 2)
и других параллельных каналах (каналы СУЗ, теплоизолированные трубы,…),
имеющих общие входную (раздаточную) и выходную (сборную) камеры, равны
между собой;
• расчет параметров теплоносителя в кассете (пучках твэл) ведется по участкам по
ходу потока теплоносителя. В пределах участка разбиения величина
энерговыделения усредняется.
Теплогидравлический расчет сводится к решению системы нелинейных
алгебраических уравнений, в основу которых положены законы гидравлики,
термодинамики и теплопередачи. Система уравнений, описывающая искомые
параметры, включает в себя следующие балансы:
• перепадов давления на элементах контура циркуляции РУ и РУ в целом;
• расходов теплоносителя через реактор и каналы в реакторе;
• тепловой мощности, выделяемой в кассетах активной зоны и передаваемой
теплоносителю в РУ.
146
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)